CZ32802U1 - Jaderné palivo, palivová peleta toto jaderné palivo obsahující a palivová tyč obsahující alespoň jednu tuto peletu - Google Patents
Jaderné palivo, palivová peleta toto jaderné palivo obsahující a palivová tyč obsahující alespoň jednu tuto peletu Download PDFInfo
- Publication number
- CZ32802U1 CZ32802U1 CZ2019-36038U CZ201936038U CZ32802U1 CZ 32802 U1 CZ32802 U1 CZ 32802U1 CZ 201936038 U CZ201936038 U CZ 201936038U CZ 32802 U1 CZ32802 U1 CZ 32802U1
- Authority
- CZ
- Czechia
- Prior art keywords
- fuel
- nuclear
- pellet
- uranium
- pellets
- Prior art date
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 title claims description 37
- 239000008188 pellet Substances 0.000 title claims description 29
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims description 17
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 claims description 27
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N uranium dioxide Inorganic materials O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 13
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 claims description 9
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 9
- 239000000463 material Substances 0.000 claims description 7
- OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);uranium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[U+4] OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 6
- QPXOIGGWJBMJIH-UHFFFAOYSA-N bis(boranylidyne)uranium Chemical compound B#[U]#B QPXOIGGWJBMJIH-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 claims description 2
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 3
- XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N Heavy water Chemical compound [2H]O[2H] XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N 0.000 description 2
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 2
- QVXXDVNZFIFEKW-UHFFFAOYSA-N boranylidyneuranium Chemical compound [U]#B QVXXDVNZFIFEKW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 2
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 2
- ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N Boron Chemical group [B] ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 241001131688 Coracias garrulus Species 0.000 description 1
- 208000018672 Dilatation Diseases 0.000 description 1
- 229910052688 Gadolinium Inorganic materials 0.000 description 1
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000002745 absorbent Effects 0.000 description 1
- 239000002250 absorbent Substances 0.000 description 1
- 239000011358 absorbing material Substances 0.000 description 1
- 239000000956 alloy Substances 0.000 description 1
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 1
- KGBXLFKZBHKPEV-UHFFFAOYSA-N boric acid Chemical compound OB(O)O KGBXLFKZBHKPEV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000004327 boric acid Substances 0.000 description 1
- 229910010293 ceramic material Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000005352 clarification Methods 0.000 description 1
- 238000003776 cleavage reaction Methods 0.000 description 1
- 238000002485 combustion reaction Methods 0.000 description 1
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 1
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 1
- UIWYJDYFSGRHKR-UHFFFAOYSA-N gadolinium atom Chemical compound [Gd] UIWYJDYFSGRHKR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 1
- 239000001307 helium Substances 0.000 description 1
- 229910052734 helium Inorganic materials 0.000 description 1
- SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N helium atom Chemical compound [He] SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 1
- 230000008018 melting Effects 0.000 description 1
- 238000000034 method Methods 0.000 description 1
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- UTDLAEPMVCFGRJ-UHFFFAOYSA-N plutonium dihydrate Chemical compound O.O.[Pu] UTDLAEPMVCFGRJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- FLDALJIYKQCYHH-UHFFFAOYSA-N plutonium(IV) oxide Inorganic materials [O-2].[O-2].[Pu+4] FLDALJIYKQCYHH-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000008092 positive effect Effects 0.000 description 1
- 230000008569 process Effects 0.000 description 1
- 229910001404 rare earth metal oxide Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000001105 regulatory effect Effects 0.000 description 1
- 230000007017 scission Effects 0.000 description 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 1
- 230000008961 swelling Effects 0.000 description 1
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/02—Fuel elements
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/02—Fuel elements
- G21C3/04—Constructional details
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
Oblast techniky
Technické řešení se týká jaderného paliva s vrstvou absorbátoru a palivové pelety toto jaderné palivo obsahující, s vylepšenou neutronickou bilancí, a dále palivové tyče obsahující alespoň jednu tuto peletu.
Dosavadní stav techniky
Současným palivem lehkovodních reaktorů, ve zkratce LWR, ať již tlakovodních či varných, je ve většině případů oxid uraničitý, zkráceně UO2. V některých případech je oxid uraničitý smíchán s oxidem plutoničitým, zkráceně PUO2. Oxid uraničitý je slinut v keramický materiál, který i za vyšších teplot v řádech tisíců stupňů Celsia vykazuje chemickou stabilitu, mechanickou stabilitu a inertní chování v reakci s vodou. Teplota tání je přibližně 2650 °C.
Palivo z UO2 jev jaderném reaktoru přítomno ve formě pelet, tedy válečků, o průměru do cca 10 mm a výšce cca 10 mm, přičemž někdy jsou pelety vybaveny centrálním otvorem pro snížení mechanického namáhání pelety. Pelety jsou uzavřeny v trubičkách vyrobených ze slitin na bázi zirkonia. Trubička bývá pro lepší přestup tepla mezi peletou a samotnou trubičkou naplněna plnícím plynem, např. heliem, a z tohoto důvodu je i hermeticky uzavřena na obou koncích. Mezi peletou a trubičkou se nachází volný prostor, tzv. palivová mezera, která slouží k pojmutí dilatací pelet způsobených tepelnou roztažností a objemovým napucháním vlivem vyhořívání. Sestava pelet v trubičce se nazývá palivový proutek. Palivové proutky se dále kompletují do palivového souboru a v závislosti na typu reaktoru se délka palivového souboru liší v rozmezí cca 2,5 až 4 m. Liší se i celková hmotnost souboru, a to od 200 kg do 800 kg.
Přírodní uran se sestává zejména z izotopu U238 v množství 99,28 % a dále z izotopu U235 v množství 0,72 % a stopového množství U234, tedy 0,005 %. Lehkovodní reaktory jsou založeny na štěpení izotopu U235, kterého po dobu provozu reaktoru v peletách ubývá. Z tohoto důvodu bývá v peletách UO2 množství U235 navýšeno procesem tzv. obohacování, jelikož obohacené palivo je možno využívat k provozu reaktoru po delší dobu.
Udržení štěpné řetězové reakce je založeno na zásobě izotopu uranu U235, který v průběhu vyhořívání ubývá. Navýšením obsahu U235 se dosahuje vyšší efektivity ve využívání paliva, jelikož palivo je možno používat po delší dobu. Použití tohoto principu ovšem vede ke značnému přebytku reaktivity na začátku vyhořívání, který se musí kompenzovat použitím absorbátorů neutronů přítomných v palivu, chladící vodě nebo regulačních orgánech jaderného reaktoru.
Standardně užívaným vyhořívajícím absorbátorem je gadolinium ve formě Gd2C>3, které je ve formě zrn přimícháváno do UO2 před jeho formováním do palivových pelet. Absorbátor zachycuje neutrony, snižuje přebytek reaktivity a tím pomáhá redukovat nadbytečný výkon, dokud nevyhoří. Současný koncept, kdy jsou absorbátory přimíchávány do paliva, má tu hlavní nevýhodu, že snižuje tepelnou vodivost palivové směsi. Druhým problémem je relativně velké množství Gd2C>3, které je potřebné k efektivnímu snížení reaktivity, následkem čehož je v palivu odebírán štěpitelný materiál.
Podstata technického řešení
Cílem tohoto technického řešení je představit jaderné palivo, které by výše uvedené nevýhody stavu techniky odstranilo.
- 1 CZ 32802 U1
Výše zmíněné nedostatky odstraňuje do značné míry jaderné palivo, obsahující vnitřní materiál z oxidu uraničitého, jehož podstata spočívá v tom, že vnitřní materiál je alespoň částečně obklopen vrstvou absorbátorů umožňujícího absorpci neutronů.
Ve výhodném provedení je vrstvou absorbátorů diborid uranu.
V jiném výhodném provedení je vrstvou absorbátorů tetraborid uranu.
V jiném výhodném provedení je vrstvou absorbátorů dodekaborid uranu.
Výše zmíněné nedostatky odstraňuje do značné míry rovněž palivová peleta, jejíž podstata spočívá vtom, že obsahuje jaderné palivo podle některého ze shora uvedených znaků.
Ve výhodném provedení obsahuje vnitřní dutinu alespoň částečně pokrytou vrstvou absorbátorů.
V jiném výhodném provedení je tloušťka vrstvy absorbátorů maximálně 1 mm.
Výše zmíněné nedostatky odstraňuje do značné míry rovněž palivová tyč, jejíž podstata spočívá v tom, že obsahuje alespoň jednu palivovou peletu podle některého ze shora uvedených znaků.
Objasnění výkresů
Technické řešení bude dále přiblíženo pomocí obrázků, kde obr. 1 představuje peletu jaderného paliva podle tohoto technického řešení a obr. 2 představuje diagram poklesu neutronické bilance v průběhu vyhořívání jaderného paliva.
Příklady uskutečnění technického řešení
Jaderné palivo podle tohoto technického řešení, představené na obr. 1, obsahuje vnitřní materiál 1 z oxidu uraničitého, zkráceně UO2, obklopený vrstvou absorbátorů 2, kde absorbátorem 2 je materiál absorbující neutrony, výhodně na bázi uranu a bóru, zejména diborid uranu, zkráceně UB2, nebo tetraborid uranu, nebo dodekaborid uranu.
Jaderné palivo podle tohoto technického řešení je výhodně ve formě pelety, kde vrstva absorbátorů 2 je nanesena na minimálně jedné z jejich vnějších ploch a má maximální tloušťku 1 mm.
UB2 má pozitivní vliv na neutronovou bilanci. Neutronová bilance je vyjádřena pomocí koeficientu kw, který je ideálně roven jedné, což značí vyrovnanou neutronovou bilanci. Obsažený bór má v tomto případě funkci absorbátorů neutronů, naproti tomu uran se může pozitivně podílet na štěpení paliva.
Se zvyšující se tloušťkou vrstvy absorbátorů 2 dochází k redukci počtu neutronů na začátku vyhořívání paliva a ke zvýšení počtu neutronů na konci vyhořívání, jak je vidět na obr. 2, což pozitivně přispívá k provozu reaktoru. V tomto případě totiž není zapotřebí zásahu regulačních orgánů jaderného reaktoru, vysoké koncentrace kyseliny borité v chladivu či použití vyhořívajících absorbátorů na bázi oxidů vzácných zemin. Rovněž hustota neutronového toku, a tedy i tepelného výkonu, je následně rovnoměrněji rozložena v radiálním směru aktivní zóny jaderného reaktoru.
Jaderné palivo podle tohoto technického řešení vychází ze standardního paliva UO2, tudíž je snadno vyrobitelné.
-2CZ 32802 U1
Vrstva absorbátorů 2 je velmi tenká, tudíž je potřeba malá nebo žádná modifikace vnějšího průměru současných palivových pelet.
Absorbátory na bázi uranu a bóru mají vysokou tepelnou vodivost, jejich použitím se tedy může dosáhnout vyšší tepelné vodivosti paliva, čímž je palivo s absorbátorem v průběhu provozu méně mechanicky namáháno.
Další vliv na provoz reaktoru je možno realizovat užitím jiného poměru izotopů U235 a U238 v absorbátorů UB2. To poskytuje další možnost regulace výkonu palivového proutku.
Výhodou je rovněž to, že není nutno, aby se celý palivový proutek sestával z pelet podle tohoto technického řešení. S výhodou je možno využít konceptu, kdy jsou v palivovém proutku axiálně střídány pelety z UO2 podle stavu techniky a pelety s vrstvou absorbátorů. Rovněž je možno dávat pelety podle tohoto technického řešení na místa palivového proutku, kde je potřeba snížit přebytek neutronů, a to zejména v počátku vyhořívání.
Pelety podle tohoto technického řešení je možno využít v lehkovodních reaktorech, ať již tlakovodního či varného typu, nebo těžkovodních reaktorech, např. typu CANDU.
NÁROKY NA OCHRANU
Claims (8)
1. Jaderné palivo, obsahující vnitřní materiál (1) z oxidu uraničitého, vyznačující se tím, že vnitřní materiál (1) je alespoň částečně obklopen vrstvou absorbátorů (2) umožňujícího absorpci neutronů.
2. Jaderné palivo podle nároku 1, vyznačující se tím, že vrstvou absorbátorů (2) je diborid uranu.
3. Jaderné palivo podle nároku 1, vyznačující se tím, že vrstvou absorbátorů (2) je tetraborid uranu.
4. Jaderné palivo podle nároku 1, vyznačující se tím, že vrstvou absorbátorů (2) je dodekaborid uranu.
5. Palivová peleta, vyznačující se tím, že obsahuje jaderné palivo podle některého z předchozích nároků.
6. Palivová peleta podle nároku 5, vyznačující se tím, že obsahuje vnitřní dutinu alespoň částečně pokrytou vrstvou absorbátorů (2).
7. Palivová peleta podle nároku 5 nebo 6, vyznačující se tím, že tloušťka vrstvy absorbátorů (2) je maximálně 1 mm.
8. Palivová tyč, vyznačující se tím, že obsahuje alespoň jednu palivovou peletu podle některého z nároků 5 až 7.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CZ2019-36038U CZ32802U1 (cs) | 2019-03-21 | 2019-03-21 | Jaderné palivo, palivová peleta toto jaderné palivo obsahující a palivová tyč obsahující alespoň jednu tuto peletu |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CZ2019-36038U CZ32802U1 (cs) | 2019-03-21 | 2019-03-21 | Jaderné palivo, palivová peleta toto jaderné palivo obsahující a palivová tyč obsahující alespoň jednu tuto peletu |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CZ32802U1 true CZ32802U1 (cs) | 2019-04-23 |
Family
ID=66250358
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CZ2019-36038U CZ32802U1 (cs) | 2019-03-21 | 2019-03-21 | Jaderné palivo, palivová peleta toto jaderné palivo obsahující a palivová tyč obsahující alespoň jednu tuto peletu |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CZ (1) | CZ32802U1 (cs) |
-
2019
- 2019-03-21 CZ CZ2019-36038U patent/CZ32802U1/cs active Protection Beyond IP Right Term
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US9620248B2 (en) | Dispersion ceramic micro-encapsulated (DCM) nuclear fuel and related methods | |
| US3745069A (en) | Fuel assemblies containing uo2 and puo2-uo2 for water cooled nuclear reactors | |
| US20140192949A1 (en) | Nuclear reactor fuel element having silicon carbide multilayered cladding and thoria-based fissionable fuel | |
| KR101733832B1 (ko) | 핵연료, 핵연료 요소, 핵연료 어셈블리 및 핵연료의 제조 방법 | |
| US7961836B2 (en) | Use of boron or enriched boron 10 in UO2 | |
| JPH0151794B2 (cs) | ||
| RU2170956C1 (ru) | Твэл ядерного реактора | |
| Reda et al. | Investigating the performance and safety features of pressurized water reactors using the burnable poisons | |
| CA2698877C (en) | Burnable poison materials and apparatuses for nuclear reactors and methods of using the same | |
| US20130114781A1 (en) | Fully ceramic microencapsulated replacement fuel assemblies for light water reactors | |
| JPS58135989A (ja) | 沸騰水型原子炉燃料集合体 | |
| US20090268861A1 (en) | Plutonium/Zirconium Hydride/Thorium Fuel Matrix | |
| CZ32802U1 (cs) | Jaderné palivo, palivová peleta toto jaderné palivo obsahující a palivová tyč obsahující alespoň jednu tuto peletu | |
| CA2511041A1 (en) | Use of isotopically enriched actinide nitride fuel in nuclear reactors | |
| JP3062770B2 (ja) | 燃料集合体の構造 | |
| Kim et al. | Long-cycle and high-burnup fuel assembly for the VHTR | |
| Gentry et al. | A neutronic investigation of the use of fully ceramic microencapsulated fuel for Pu/Np burning in PWRs | |
| JP4040888B2 (ja) | 燃料集合体 | |
| JP2024517332A (ja) | 加圧重水炉のトリウムベース燃料設計 | |
| CZ32776U1 (cs) | Jaderné palivo, palivová peleta toto jaderné palivo obsahující a palivová tyč obsahující alespoň jednu tuto palivovou peletu | |
| Sondos | Neutron-physical and radiation characteristics of different low enrichment fuels (thorium and uranium) in a proposed JRTR research reactor | |
| Mustafa et al. | Utilizing even Plutonium Isotopes as burnable absorbers for controlling the reactivity and power distribution in Pressurized Water Reactors | |
| JP5090687B2 (ja) | Pwr核燃料棒利用型bwr用正方形の核燃料集合体製造法および核燃料集合体 | |
| JP2509625B2 (ja) | 高速増殖炉の炉心構成 | |
| JP2022181930A (ja) | 軽水炉用燃料集合体および軽水炉炉心 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| FG1K | Utility model registered |
Effective date: 20190423 |
|
| ND1K | First or second extension of term of utility model |
Effective date: 20230126 |